一维铅基系统瞬态安全分析方法技术方案

一种一维铅基系统瞬态安全分析方法，其主要步骤如下：1、根据输入文件，确定铅基系统的组织结构和组成台架各个组件的组件参数，设定计算时间和时间步长。2、系统初始化计算，得到零时刻的初始值。3、采用吉尔算法，计算当前t时刻的流场、温度场和压力长。4、根据步骤3的计算结果，采用吉尔算法进行下一时刻的计算，直到设定的总计算时间，计算停止。5、若计算达到规定时间，则终止计算。6、根据步骤1～5得到的计算结果，采用准稳态方法计算台架内氧浓度、铁浓度和氧化层浓度的分布。本发明专利技术可以分析铅铋快堆或铅基系统的稳态热工水力特性和事故工况下的瞬态相应特性，为推进铅铋快堆的设计和安全特性分析提供建议和指导。安全特性分析提供建议和指导。安全特性分析提供建议和指导。

【技术实现步骤摘要】
一维铅基系统瞬态安全分析方法


[0001]本专利技术设计先进反应堆设计领域，具体涉及到一种铅铋反应堆及铅铋试验系统的瞬态安全分析方法。

技术介绍

[0002]随着核能技术的进步，第四代反应堆的概念应运而生。铅铋反应堆作为第四代反应堆的一种，其所有具有的自然循环能力、高中子经济型等特点已经引起了学界的广泛重视。在设计和研究铅铋反应堆系统时，应当对铅铋反应堆的瞬态安全性引起足够重视。对于压水堆等传统反应堆，已经出现了一些系统计算程序，如RELAP,TRAC等。但由于铅铋合金的流动传热特性与水等常规流体之间存在着巨大的差异，因此这些程序并不能直接用于铅铋反应堆的建模。
[0003]在铅铋反应堆内，有一些独特的热工水力现象，传统的系统计算程序无法捕捉到并解释这些热工水力现象。因此，有必要针对铅铋反应堆内独特的热工水力现象，开发出一款专用于铅铋反应堆即铅基试验系统的瞬态安全分析软件。

技术实现思路

[0004]本专利技术公开一种一维铅基系统的瞬态安全分析方法。该方法针对铅铋反应堆及铅基试验系统的结构特点和铅铋反应堆内的特殊的热工水本文档来自技高网...

【技术保护点】

【技术特征摘要】
1.一种一维铅基系统瞬态安全分析方法，其特征在于：步骤如下：步骤1：用户根据所模拟的铅铋实验台架的组织结构和组件参数，模拟计算的总时间和时间步长，模拟计算的关键热工参数和瞬态情况，编写并配置输入文件；根据输入文件的信息，铅铋实验台架被视为数个组件的有机结合，将每个组件按照需求沿径向划分为若干个控制体；步骤2：根据铅铋实验台架的构成结构和初始条件，进行铅铋实验台架的稳态初始化计算，从而得到全台架的每个控制体的冷却剂流量和温度，作为零时刻的初始值；堆芯的热功率：P
t
＝P
n
ꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀ
(1)第i个控制体的冷却剂质量流量：M
i
＝M
in
ꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀ
(2)第i个控制体的冷却剂压力：P
i
＝P
i+1
+ΔP
fi
+ΔP
ai
ꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀ
(3)第i个控制体的冷却剂温度：式(1)
‑
(4)中：P
t
——堆芯的热功率/WP
n
——堆芯的额定功率/WM
i
——第i个控制体的冷却剂质量流量/kg
·
s
‑1M
in
——入口冷却剂质量流量/kg
·
s
‑3P
i
——第i个控制体的冷却剂压力/PaP
i+1
——第i+1个控制体的冷却剂压力/PaΔP
fi
——第i个控制体的摩擦压降/PaΔP
ai
——第i个控制体的加速压降/PaT
g,i
——第i个控制体的冷却剂温度/TT
g,i
‑1——第i
‑
1个控制体的冷却剂温度/TA
i
——第i个控制体的流通面积/m2A
i
‑1——第i
‑
1个控制体的流通面积/m2c
p,g
——冷却剂比容/J
·
kg
‑1·
K
‑1ΔV
i
——第i个控制体的体积/m3q
″′
c
——堆芯的功率密度/W
·
m
‑3步骤3：建立铅铋实验台架的堆芯中子物理模型、冷却剂的热工水力模型和铅铋冷却剂的流动传热模型，其中铅铋冷却剂的流动传热模型包括换热器、堆芯、管道、铅池的热工水力模型；各种组件的模型如下:堆芯中子物理模型，采用点堆动力学方程求解堆芯的裂变功率，点堆动力学方程考虑六组缓发中子和反应性反馈；
式(5)、(6)中：P(t)——t时刻堆芯裂变功率/Wt——时间/sρ(t)——t时刻总反应性/$β
eff
——缓发中子的总份额Λ——中子代时间/sλ
i
——第i组缓发中子的衰变常数/s
‑1C
i
(t)——t时刻第i组缓发中子先驱核的浓度/m
‑3β
i
——第i组缓发中子的份额停堆后，反应堆的功率由反应堆余热功率提供：式(7)中：P
decay
——t时刻堆芯衰变功率P0——停堆前堆芯裂变功率A、τ、α——常系数用户也根据裂变产物的衰变模型进行衰变余热的计算：式(8)中：P
decay
——t时刻堆芯衰变功率/WN——衰变产物种类数量——第i种裂变产物的半衰期/su
i
——第i种裂变产物的衰变功率/W——第i种裂变产物的份额n
fts
——堆芯裂变功率/W冷却剂的热工水力模型：认为冷却剂在堆芯内的流动是不可压缩的径向一维流动，控制方程如下：制方程如下：
式(9)
‑
(11)中：ρ——流体密度/kg
·
m
‑3z——控制体高度/mW——流体流量/kg
·
s
‑1A——控制体流道面积/m2P——压强/Paf——摩擦阻力系数D
e
——等效水力直径/mH——流体焓/J
·
kg
‑1U——流体速度/m
·
s
‑1管道模型：在计算过程中，假设流体是不可压的，因此对于整根管道而言，流体的流量是不变的；管道温度的变化率：管道流量的变化率：式(12),(13)中：ρ——流体密度/kg
·
m
‑3V——控制体体积/m3H
i
——第i个控制体的焓/J
·
kg
‑1W——流体流量/kg
·
s
‑1Q——热边界处的热量/WL
ctrl
——控制体长度/mA——控制体流通面积/m2P
in
——管道入口压强/PaP
out
——管道出口压强/PaΔP
i
——各个控制体的压力差/Pa式中，热边界中指定的热量是由用户指定的定热流边界条件，或者由点堆模型计算得出的反应堆功率；堆芯模型：堆芯模型：式(14),(15)中：
ρ——流体密度/kg
·
m
‑3V——控制体体积/m3C
p,i
——第i个控制体内流体的比热容/J
·
kg
‑1T
i
——第i个控制体的温度/℃n——燃料棒数量D
cs
——燃料棒包壳直径/ml
i
——第i个控制体的长度/mh——换热系数/J
·
K
‑1ρ
w
——包壳密度/kg
·
m
‑3C
p,w
——包壳比热容/J
·
kg
‑1V
i,w
——第i个控制体的包壳体积/m3T
w,i
——第i个控制体的包壳温度/℃Q
t,i
——第i个控制体的燃料功率/W外部热量Q
t
设置为恒定热流密度或是由点堆方程计算导出；在堆芯通道内的流动传热关系式和摩擦阻力关系式：在堆芯通道内的流动传热关系式和摩擦阻力关系式：在堆芯通道内的流动传热关系式和摩擦阻力关系式：铅池模型：铅池模型由一个入口、出口和一个控制体组成；铅池内待求解的量包括了铅池的液位高度L
p
和铅池内液体体积m
p
，它们的变化取决于入口管道和出口管道的流量W
in
,W
out
，同时也考虑了因为铅池内流体膨胀导致的膨胀流量W
ex
；；式(19)、(20)中：L
p
——液位高度/mm
p
——铅池内质量/kgν——铅池内液体比体积/m3·
kg
‑1T
pool
——铅池内液体温度/℃
W
in
——入口流量/kg
·
s
‑1W
out
——出口流量/kg
·
s
‑1W
ex
——膨胀流量/kg
·
s
‑1膨胀流量的计算公式如下：式...

【专利技术属性】
技术研发人员：王成龙，王琛，张衍，秋穗正，苏光辉，田文喜，
申请(专利权)人：西安交通大学，
类型：发明
国别省市：